田灣核電站失去廠外電源事故處理

張 迅，顧穎賓

（江蘇核電有限公司，江蘇 連云港 222042）

田灣核電站失去廠外電源事故處理

張 迅，顧穎賓

（江蘇核電有限公司，江蘇 連云港 222042）

考慮到核電站在安全方面的重要性，在核電站的廠用負荷電源的設計中，通常設計為多電源的冗余配置，以保證在事故工況下維持核反應堆的安全和放射性的包容。因此，在田灣核電站的設計中，廠外電源就包括了從500 kV側引入的主電源和從220 kV側引入的備用電源。如果兩路外電源同時失去的情況下，將只能依靠電站本身的安全系統柴油機來維持反應堆堆芯的安全，將對機組的安全系數產生較大的影響。針對2009年10月31日田灣核電站1號機組滿功率情況下發生的同時失去所有廠外電源的事故情況，闡述運行人員應如何應對和處理這種事故，以達到反應堆安全停堆的效果；并針對實際過程中發生的異常，探討系統改進及操作方面的優化。

核電站；廠外電源；滿功率；安全停堆

田灣核電站一期工程建設有兩臺俄羅斯ASE－91型壓水堆核電機組，裝機容量為2×106萬kW，設計壽命40年，年發電量達140億kW·h，1號機組于2007年5月17日投入商業運行，2號機組于2007年8月16日投入商業運行。2009年1號機組完成了第二次換料大修之后，開始第三個燃料循環的運行。

田灣核電站廠用負荷電源設計如圖1所示，1號機組發電機—變壓器組通過發電機出口開關接入二分之三接線形式的500 kV系統第一串，廠用工作母線分為4段，正常通過兩臺高壓廠用變壓器供電，而220 kV備用電源高備變作為4段工作母線的備用電源。

當1號發電機并網運行時，廠用母線的供電來源為:1號發電機出口——兩臺高壓廠用變壓器A/B——4段廠用工作母線；

如果1號汽輪機組發生故障停機，導致1號發電機無法對外供電，廠用工作母線的供電來源為:500 kV系統——1號主變壓器——兩臺高壓廠用變壓器A/B——4段廠用工作母線；

當500 kV系統故障或1號發-變組（包括1號發電機、1號主變、兩臺高壓廠用變壓器A/B）故障跳閘時，4段廠用工作母線的電源自動切換為220 kV備用電源帶。

另外，如果上述兩路外電源全部喪失，廠用電負荷中，將只有部分負荷能通過接有應急柴油發電機的4段應急母線和接有機組柴油機的2段可靠母線來維持供電，以達到將反應堆轉入安全停堆的目的。

1 事故過程介紹

1.1 事故前的機組狀態

事故發生前，應電網線路檢修要求，220 kV備用電源線路及1號高備變轉入檢修狀態。1號機組滿功率運行，通過1號主變向500 kV電網供電。

圖1 田灣核電站電氣主接線示意圖Fig.1 Main electrical wiring diagram

1.2 事故過程

2009年10月31日2時34分19秒115毫秒，1號機組主變A相重瓦斯保護動作跳閘，由于220 kV廠外電源線路處于檢修狀態，導致1號機組失去兩路廠外電源。反應堆自動保護停堆正確動作，所有控制棒順利落入堆芯，反應堆進入次臨界狀態。值長根據電站應急行動水平“S.1.1 任何一臺機組的所有6 kV正常運行供電系統失電或故障，持續時間超過15 min。”的規定，經請示當值應急總指揮同意，于2時47分宣布進入應急待命狀態。4臺應急柴油發電機與兩臺機組柴油發電機啟動，相關設備分級啟動正常。所有主泵停運，一回路自然循環正常建立，機組轉入熱態。在機組瞬態結束后，開始對一回路注硼，至6時10分，一回路建立停堆硼濃度，隨后開始從220 kV恢復廠用電及機組冷卻操作。

事件發生后，反應堆保護正確動作，反應堆功率迅速降到衰變熱水平。一回路自然循環正常建立并穩定，堆芯余熱通過二回路導出。一回路冷卻劑放射化學水平及廠房輻射水平監測表明，四道屏障完好。整個事件過程中堆芯狀態參數滿足安全要求，反應堆堆芯處于安全狀態。

主變壓器A相重瓦斯保護動作，按照保護設置:重瓦斯保護直接觸發汽輪機保護停機。經查事件序列，導致汽輪機停機的信號為反應堆跳堆保護引起，停機前沒有找到重瓦斯保護觸發汽輪機保護停機的信號。2時34分28秒才觸發電氣保護信號。在停機過程中，汽輪機最高轉速達到3 176 r/min。在停機后由于觸發了汽輪機瓦振高破壞真空保護，汽輪機惰轉時間較短，整個惰轉時間在半小時左右，頂軸油系統和盤車在惰轉期間正常啟動。

2 運行人員的事故響應

事件發生后的第一時間內，當班運行值長啟動了應急組織，向華東網調和江蘇省調匯報了事故的情況。同時，要求維修處電氣人員現場檢查主變的情況及保護動作的情況。在確認了事故發生的初始信號后，一方面穩定機組的狀態，一方面安排對主變、主泵等重要設備的取樣工作，以確認主設備是否處于安全的狀態。

2.1 一回路部分

當反應堆跳堆保護動作后，操縱員監視控制棒全部順利下落到堆芯底部，反應堆功率快速降低。冷熱腿溫差首先快速降低，之后隨著自然循環的逐漸建立，一回路冷熱腿的溫度差由逐漸上升轉為穩定下降趨勢。由于3號主泵惰轉異常，在其他主泵正常惰轉情況下，三環路出現了反向流動，導致熱腿－冷腿的溫差出現負值。

操縱員按照事故規程連接了反應堆—穩壓器間的事故排氣系統管線，在堆內監測和診斷系統MCDS中確認自然循環已經建立并且穩定:燃料組件出口飽和裕量50 ℃左右，冷熱腿溫差15 ℃左右，冷腿溫度接近二回路飽和溫度且基本穩定。停堆后最小DNBR迅速變大，大于安全限值1.18。堆芯冷卻劑飽和溫度裕度最小值為24 ℃（大于安全限值4 ℃）。燃料組件出口最高溫度短時上升到332.8 ℃，小于限值335 ℃，隨后下降并穩定在304 ℃左右。堆芯處于安全的狀態。

2.1.1 主泵

在穩定機組狀態的第一時間結束以后，運行人員安排對主泵徑向止推軸承回路取樣，結果見表1。

表1 主泵徑向止推軸承取樣結果Table 1 Main pump radial thrust bearing sampling results

由取樣結果確認，1號、4號主泵徑向止推軸承狀態正常。在后期的注硼完成后冷卻一回路過程中，運行人員選擇啟動了4號主泵來加快對一回路的冷卻。

2.1.2 應急柴油機

四列廠用工作母線失電以后，4臺應急柴油機分級啟動帶載。在第一時間內運行人員確認四列母線電壓恢復正常，確認應急柴油機本身的冷卻水保障系統八臺泵運行正常，確認分級啟動的重要安全系統泵運行正常。

在分級帶載中發現的缺陷是，應急母線1段上游兩個開關中的一個沒有分閘成功，有開關故障報警。由于應急母線1段已經成功帶電，因此這個缺陷保留到機組狀態穩定以后再做處理。

2.1.3 穩壓器液位、注硼及攪混

反應堆保護動作停堆后，一回路的壓力、平均溫度及穩壓器的液位變化趨勢如圖2、圖3所示。

由于一回路平均溫度下降，穩壓器液位下降，之后由于主蒸汽母管壓力升高導致一回路平均溫度回升，穩壓器液位同樣升高。當二回路側應急給水啟動注水后，一回路平均溫度下降，導致穩壓器液位再次下降，最低下降到4.22 m，隨后二回路壓力回升，一回路平均溫度回升，穩壓器液位回升，并逐漸趨于穩定。

在失去廠外電源情況下，一回路平均溫度下降不大，水位也會降得很少，啟動大流量上充泵反而有負面影響，因此在邏輯中設置了在失去廠外電源情況下閉鎖跳堆后啟動大流量上充泵信號。

操縱員在2時37分25秒手動啟動一回路大流量上充泵，進行一回路注入濃硼工作。由于沒有主泵運行，攪混作用僅依靠一回路自然循環，使上充管線與一回路溫差超過30 ℃，在穩定注硼階段溫差約40～50 ℃。系統上充下泄閥門的邏輯完全按照優化后的全廠失電邏輯動作正常。

由于主泵全部停運，穩壓器電加熱器無法供電，穩壓器內無法維持正常壓力，導致一回路壓力因散熱而緩慢下降，這時必須跟蹤二回路壓力的變化，以保持一二回路的飽和溫差。

由于攪混作用僅依靠一回路自然循環，堆芯和4個環路內的硼酸濃度與穩壓器內的硼酸濃度相差較大。化學實驗室內化學顯示終端失電，控制區內分析儀表斷電，部分取樣閥門斷電，無法進行正常取樣，只能從手動旁路取樣，致使化學分析結果嚴重滯后于注硼的進程。最后運行人員根據以前多次注硼的經驗，手工計算了需要的注硼量，經核安全工程師確認后共向一回路注入40 g/kg的濃硼酸134 t，一回路取樣硼酸濃度約19 g/kg，達到停堆硼濃度大于16 g/kg的要求。

圖2 一回路壓力及平均溫度Fig.2 The pressure and average temperature of 1st loop

圖3 穩壓器液位及一回路上充下泄流量偏差Fig.3 The water level of regulator and the deviation between the highest level and lowest level of 1st loop

2.2 二回路部分

主變A相重瓦斯保護動作，操縱員監視汽機打閘后，轉速降至2 666 r/min時觸發汽輪機瓦振高破壞真空保護（經查為10號、11號軸瓦軸向振動超過11.2 mm/s），凝汽器真空破壞，汽輪機惰轉時間在半小時左右，頂軸油系統和盤車在惰轉期間正常啟動。

2.2.1 給水和輔助給水

蒸汽發生器給水方面，在2時34分55秒兩臺輔助給水泵啟動，在2時46分49秒和2時47分58秒，由于蒸汽發生器液位降低較多，蒸汽發生器輔助給水閥門開度較大，導致1號和2號輔助給水泵（＜8.0 MPa）過載保護切除；2時49分46秒和2時49分52秒分別啟動兩臺輔助給水泵。

1號機失去廠外電源后，水輪泵的動力水閥門由于是非可靠供電而無法自動關閉（見圖4），導致輔助給水泵啟動后沿著水輪泵動力水管線返回至除氧器，形成循環回路，從而導致輔助給水泵出口壓力低，無法向蒸汽發生器供水。由于水輪泵動力水閥未能關閉，導致輔助給水泵流量處于71～73 kg/s水平。現場干預和操作時間較長，在操縱員試圖關閉幾個電動閥門時發現，閥門均為正常供電無法關閉。操縱員立即通知現場操作員改為手動現場關閉，因閥門所在管道直徑為DN250，閥門行程很長，兩名現場操作員輪流操作，從開始關閥到關限位出現約25 min。最終導致4臺蒸汽發生器液位小于1.5 m，應急給水系統啟動向蒸汽發生器注水6～8 min。

水輪泵動力水閥門關閉后，立即切除應急給水泵，通過輔助給水泵向蒸汽發生器供水，保持蒸汽發生器二次側液位穩定。

2.2.2 主蒸汽方面

主蒸汽母管壓力在全廠斷電瞬間，由于汽輪機主汽門調門全關，壓力升高，最大達到7.507 MPa。操縱員監視大氣釋放閥正確動作，經過調節，穩定主蒸汽集管壓力在6.859 MPa。

應急給水泵啟動后，由于冷水進入蒸汽發生器，造成主蒸汽集管壓力下降，最低到4.553 MPa。由于一回路仍有余熱，之后壓力緩慢回升。

2.2.3 發電機氫氣冷卻系統

在發生全廠斷電后，按照事故處理規程要求打開發電機事故排氫閥，以降低發電機內氫氣壓力。但由于事故排氫電動閥失電，無法開啟，操縱員立即要求現場人員手動打開降低發電機膛內氫氣壓力。

圖4 水輪泵動力水接線示意圖Fig.4 Water power wiring of turbine pump diagram

3 事故過程的終結及應急狀態的終止

在應急指揮部的領導下，各部門配合運行人員將反應堆堆芯轉入了安全的狀態，保證了四道屏障的完好性，保證了無放射性物質的釋放。

同時，在江蘇省調的緊急協調下，有關部門提前完成了相關電網檢修工作。當日13時33分，恢復了田灣核電站220 kV備用電源線路的供電。在運行人員的努力下，于15時17分成功恢復1號機高備變充電，并于16時35分，成功恢復四列廠用工作母線的供電。至此，導致田灣核電站1號機組進入應急待命狀態的應急行動水平初始條件消失，在應急指揮部的同意下，于16時36分宣布終止應急待命狀態。

4 系統優化及改進建議

本次失去廠外電源事故中，暴露出一些系統設計上的不足之處，且事故處理規程中存在一些不盡完善的地方，需要加以優化及改進。

（1）在事件處理期間由于穩壓器電加熱器失電，導致不能對穩壓器內的硼酸溶液進行有效攪混。雖然在注入濃硼酸，但是濃硼酸大部分都存于堆芯和4個環路內，而穩壓器內還維持停堆前硼酸濃度水平。針對此事件情況下無法投運電加熱器的情況，建議將電加熱器電源改接到應急母線或者可靠母線上。

（2）主泵獨立回路噴淋閥門供電來自于正常母線段。全廠失電事故中，閥門處于失電狀態，無法進行噴淋。考慮主泵的安全性，建議將該噴淋閥門改為可靠供電。

（3）針對水輪泵動力水閥門在全廠失電事故下無法關閉，影響蒸汽發生器的補水，需要實施技改，改為可靠供電電源和增加保護邏輯。

（4）事故規程要求發電機排氫降壓。這與運行規程要求不同，運行規程中要求僅當密封油系統故障情況下需要排氫降壓。考慮實際可能產生的安全方面的后果:只有在所有密封油泵停運且高位緩沖油箱油位降低，軸封排油腔氫氣含量超過2%時，才進行發電機事故排氫。建議按照運行規程修改事故規程。

（5）事故規程要求主蒸汽、汽輪機抽汽、給水等多個系統電動閥門需要關閉，但是上述閥門均為正常供電，且有些閥門所在管道管徑較大，全部靠現場操作員人力操作不可能及時關閉，建議考慮將其均改為可靠供電或直接關閉主蒸汽維修電動主汽門。

（6）事件過程中，化學實驗室內化學顯示終端失電，控制區內分析儀表斷電，部分取樣閥門斷電，無法進行正常取樣。建議考慮應急情況下對重要化學參數取樣的電源保障，接入可靠供電。

（7）事故發生后，部分廠房的地坑泵由于失去電源，造成廠房被淹。建議改造相關廠房地坑泵為可靠供電。

（8）針對該事故工況下的事故處理規程，需要細化部分具體的操作，分清操作的先后次序。對部分處理方式采取措施優化，以減輕事故帶來的后果。

5 結論

2009年10月31日，1號機組主變A相重瓦斯保護動作跳閘，由于220 kV廠外電源線路處于電網檢修狀態，導致1號機組失去兩路外電源。整個事件過程中反應堆停堆保護功能、余熱導出功能正常，四道屏障完好，無放射性物質釋放，核安全與輻射安全得到保證。

在事件處理過程中，電站進入應急待命狀態，應急組織啟動有效。當班值能夠準確執行事故處理規程，并靈活應對各種突發異常，有效地控制機組處于安全狀態，在事件處理過程沒有因為人因失誤導致異常情況的出現。

[1] CN010-09-02 田灣核電站1號機組主變A相故障導致反應堆自動保護停堆運行事件報告[R].

[2] 武杰. 主變A相重瓦斯保護動作報告[R]，2009.

Emergency managemement of losing external power supply incident of Tianwan nuclear power station

ZHANG Xun，GU Ying-bin
（Jiangsu Nuclear Power Corporation，Lianyungang of Jiangsu Prov. 222042，China)

Considering the importance of nuclear power station in terms of security，the auxiliary power supply in nuclear power station is normally designed for multiple power redundancy，so as to ensure safe-keeping of nuclear reactor and containment of radioactive. Therefore，in Tianwan nuclear power station design，offsite power source include wire connected from East china 500 kV grid and backup 220 kV power. In case that both power sources are lost at the same time，the safety of reactor core could only be kept by power station’s own safe system，and it would have great influence on unit’s safety factor. For the accident that all offsite power source are lost in unit one of Tianwan nuclear power station under full power condition at Oct.31th，2009，the question that how operator should deal with such problem so as to reach the purpose to shutdown reactor safely is described in this paper. For failures occurred during actual process，the improvement of system and optimization in terms of operation are discussed.

nuclear power station；offsite power source；full power；safetyshutdown reactor

TL36

A

1674-1617（2009)04-0341-07

2009-12-16

張 迅（1976—），男，高級工程師，江蘇核電有限公司運行處機組值長。